RU2084025C1 - Способ хранения отработавшего ядерного топлива - Google Patents
Способ хранения отработавшего ядерного топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2084025C1 RU2084025C1 RU9393041398A RU93041398A RU2084025C1 RU 2084025 C1 RU2084025 C1 RU 2084025C1 RU 9393041398 A RU9393041398 A RU 9393041398A RU 93041398 A RU93041398 A RU 93041398A RU 2084025 C1 RU2084025 C1 RU 2084025C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- water
- pool
- fuel
- storage
- canisters
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к хранению отработавшего ядерного топлива, в частности к технологии хранения топливных сборок с герметичными оболочками тепловыделяющих элементов в приреакторных бассейнах. Сущность изобретения: отработавшее ядерное топливо размещают в пеналах, установленных в бассейне с очищаемой и охлаждаемой водой. Внутренняя полость пеналов посредством выполненных в них отверстий сообщена с объемом воды бассейна. Уровень воды в бассейне периодически изменяют. 1 ил.
Description
Изобретение относится к области хранения отработавшего ядерного топлива, в частности к технологии хранения топливных сборок с герметичными оболочками в приреакторных бассейнах, и может быть использовано как на действующих АЭС, так и при проектировании новых АЭС.
Процесс хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) состоит из 3-х этапов:
1. Хранение в приреакторных бассейнах в течение 1-3 лет.
1. Хранение в приреакторных бассейнах в течение 1-3 лет.
2. Хранение в промежуточных хранилищах на площадках АЭС в течение ≈30 лет.
3. Хранение в долговременных хранилищах.
Информация о способах хранения отработавшего ядерного топлива дана в Справочнике по ядерной энерготехнологии [1]
Известен способ хранения отработанного топлива на АЭС, приведенный в статье Острянина К. А. [2] Данный способ хранения отработанного топлива на АЭС предусматривает установку топливных сборок в герметичные пеналы, размещенные в приреакторных бассейнах. Пеналы и бассейн заполняют химически обессоленной водой. Воду в бассейне непрерывно очищают и охлаждают. При этом вода пенала не смешивается с водой в бассейне. Происходит кипение воды в пенале, в то время как в объеме бассейна температурный режим устанавливается в пределах 50oC. Теплообмен между водой пенала и водой бассейна происходит только путем передачи тепла через стенки пенала за счет ее теплопроводности.
Известен способ хранения отработанного топлива на АЭС, приведенный в статье Острянина К. А. [2] Данный способ хранения отработанного топлива на АЭС предусматривает установку топливных сборок в герметичные пеналы, размещенные в приреакторных бассейнах. Пеналы и бассейн заполняют химически обессоленной водой. Воду в бассейне непрерывно очищают и охлаждают. При этом вода пенала не смешивается с водой в бассейне. Происходит кипение воды в пенале, в то время как в объеме бассейна температурный режим устанавливается в пределах 50oC. Теплообмен между водой пенала и водой бассейна происходит только путем передачи тепла через стенки пенала за счет ее теплопроводности.
Основным недостатком данного способа является коррозионное повреждение конструкционных материалов топливных сборок в процессе их хранения и, как следствие, разгерметизация оболочек ТВЭЛ. Коррозионное повреждение конструкционных материалов топливных сборок в процессе хранения в приреакторном бассейне происходит по следующим причинам.
Перегрузка топливных сборок реакторов типа РБМК производится в процессе работы реактора на мощности с использованием перегрузочной машины (РЗМ). Из РЗМ топливную сборку выгружают непосредственно в пенал, заполненный химически обессоленной водой (ХОВ), установленный в бассейне с ХОВ. Внутренняя полость пенала не сообщается с водным объемом бассейна (стенки и дно пенала герметичные). Необходимость использования пеналов вызвана следующими условиями:
1. Возможность выгрузки "горячей" топливной сборки из РЗМ.
1. Возможность выгрузки "горячей" топливной сборки из РЗМ.
2. Защита топливной сборки от механических повреждений при ее перемещении в бассейне и в процессе хранения.
3. Исключения падения элементов топливной сборки на днище бассейна при ее разрушении. Время, требуемое для выполнения технологических операций по выгрузке отработавшей топливной сборки из реактора в РЗМ и из РЗМ в пенал бассейна составляет 35 мин. Снижение величины остаточного энерговыделения топливной сборки происходит по экспоненциальной функции. Через 35 мин величина остаточного энерговыделения топливной сборки составит ≈ 5% (150 кВт) от исходной мощности, равной ≈ 3 МВт. Под воздействием остаточного энерговыделения топливной сборки происходит процесс интенсивного нагрева воды, замкнутой в объеме пенала (объем воды 100 л). Теплоотвод через стенку пенала водой бассейна является недостаточным для предотвращения кипения воды в пенале. В результате интенсивного испарения и уноса через негерметичную крышку пенала уровень воды в пенале понижается ниже уровня верхнего торца топливной сборки. Вне водяной среды конструкционный материал топливной сборки подвергается интенсивному коррозионному разрушению, что приводит к разгерметизации оболочек ТВЭЛ (циркониевый сплав 125). При этом следует также отметить высокий уровень ионизирующего излучения в зоне бассейнов из-за снижения защитного слоя воды в пеналах. Указанное требует систематического контроля уровня воды и доливки воды в каждый пенал. В процессе хранения в пеналах накапливаются примеси (галогениды), происходит образование нитратов радиолитического происхождения, что провоцирует коррозионное разрушение. Кроме того, постоянно возрастает активность воды в пеналах за счет перехода радиоактивных продуктов коррозии с поверхности ТВЭЛ, а также вследствие воздействия радиоактивного излучения.
Наиболее близким аналогом заявляемого изобретения является способ хранения отработавшего ядерного топлива, описанный в патенте ФРГ [3]
В указанном патенте топливо размещают в пеналах, установленных в бассейне с водой. Внутренняя полость пеналов сообщена с объемом воды бассейна. Воду бассейна подвергают очистке и охлаждению, т.е. наряду с естественным тепломассообменом между пеналами и бассейном имеет место незначительный тепломассообмен за счет принудительной циркуляции. При этом часть воды через открытую верхнюю часть пенала поступает в бассейн.
В указанном патенте топливо размещают в пеналах, установленных в бассейне с водой. Внутренняя полость пеналов сообщена с объемом воды бассейна. Воду бассейна подвергают очистке и охлаждению, т.е. наряду с естественным тепломассообменом между пеналами и бассейном имеет место незначительный тепломассообмен за счет принудительной циркуляции. При этом часть воды через открытую верхнюю часть пенала поступает в бассейн.
Недостатком наиболее близкого аналога является низкая коррозионная стойкость режима хранения топливных сборок непосредственно в самих пеналах из-за недостаточного тепломассообмена между пеналами и бассейном.
Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении коррозионной стойкости режима хранения топливных сборок внутри пеналов.
Сущность изобретения состоит в том, что в способе хранения отработавшего ядерного топлива путем размещения его в пеналах, установленных в бассейне с водой, внутренняя полость которых посредством выполненных в них отверстий сообщена с объемом воды бассейна, которую подвергают охлаждению и очистке, предложено уровень воды в бассейне периодически изменять.
При понижении уровня воды в бассейне, уровень воды в пеналах понижается, по принципу сообщающихся сосудов. Радиационно-загрязненная вода из пеналов начинает интенсивно поступать в бассейн через имеющиеся отверстия в пеналах и затем очищается на фильтрах системы очистки. При этом уровень воды в бассейне не должен опускаться ниже допустимого над верхними торцами сборок, обеспечивая необходимый радиационно-защитный слой воды. В дальнейшем уровень воды в бассейне повышают, при этом часть воды из бассейна поступает в пенал, что приводит к охлаждению и понижению уровня радиационной загрязненности. Указанное обеспечивает снижение скорости коррозии конструкционных материалов топливных сборок.
Из общего массива ОЯТ количество топливных сборок с герметичной оболочкой ТВЭЛ составляет 99% Герметичная оболочка ТВЭЛ предотвращает выход топливной композиции и ее продуктов в воду бассейна. Сообщение полости пеналов с водным объемом бассейна позволяет сохранить уровень воды в пеналах равным уровню воды в бассейне, исключить обезвоживание топливных сборок в процессе всего периода их хранения и при этом непосредственно использовать систему охлаждения бассейна. Наличие отверстий в пенале позволяет обеспечить его заполнение при установке в водный объем бассейна, тем самым исключить утяжелитель из конструкции пенала и упразднить операцию заполнения его водой от автономного источника. Так как доля пеналов с топливом с негерметичными оболочками ТВЭЛ незначительна и составляет ≈ 1% от общего количества размещенных в бассейне пеналов с топливными сборками, создание уровня воды в пеналах с топливом с герметичной оболочкой ТВЭЛ постоянно равным уровню воды в бассейне и выполнение непрерывной очистки воды указанных пеналов совместно с водой бассейна снизит уровень ионизирующего излучения в зале бассейнов.
Способ, согласно изобретению, заключается в выполнении операций, проиллюстрированных на чертеже, где 1 бассейн, 2 пеналы с герметичными топливными сборками, в которых выполнены отверстия, 3, 4 герметичный пенал с негерметичной топливной сборкой и система очистки и охлаждения воды, включающая насос 5, теплообменник 6, 7 фильтр, 8 уровень воды в бассейне, 9 уровень воды в герметичном пенале.
Способ осуществляется следующим образом. Топливные сборки в пеналах 2 и 4 помещают в водный бассейн 1. С помощью насоса 5, теплообменника 6 и фильтра 7 воду бассейна 1 охлаждают и очищают. Так как пенал 2 имеет отверстия 3, расположенные ниже уровня воды 8 бассейна 1, и вода пеналов 2 смешивается с водой бассейна 1, производят одновременное совместное охлаждение и очистку воды пеналов 2 и бассейна 1 на теплообменниках 6 и фильтрах 7. Процесс обмена воды в пеналах осуществляется путем периодического принудительного изменения уровня воды 8 в бассейне 1.
Предлагаемый способ хранения отработавшего ядерного топлива позволяет:
повысить надежность и безопасность технологии хранения ОЯТ, предотвратить разгерметизацию оболочек ТВЭЛ;
снизить трудоемкость технологии хранения ОЯТ;
снизить уровень ионизирующего воздействия на персонал;
снизить интенсивность испарения с зеркала воды пеналов и бассейна в целом;
повысить экологическую безопасность АЭС.
повысить надежность и безопасность технологии хранения ОЯТ, предотвратить разгерметизацию оболочек ТВЭЛ;
снизить трудоемкость технологии хранения ОЯТ;
снизить уровень ионизирующего воздействия на персонал;
снизить интенсивность испарения с зеркала воды пеналов и бассейна в целом;
повысить экологическую безопасность АЭС.
Claims (1)
- Способ хранения отработавшего ядерного топлива путем размещения его в пеналах, установленных в бассейне с водой, внутренняя полость которых посредством выполненных в них отверстий сообщена с объемом воды бассейна, которую подвергают охлаждению и очистке, отличающийся тем, что уровень воды в бассейне периодически изменяют.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9393041398A RU2084025C1 (ru) | 1993-08-18 | 1993-08-18 | Способ хранения отработавшего ядерного топлива |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9393041398A RU2084025C1 (ru) | 1993-08-18 | 1993-08-18 | Способ хранения отработавшего ядерного топлива |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU93041398A RU93041398A (ru) | 1995-12-20 |
RU2084025C1 true RU2084025C1 (ru) | 1997-07-10 |
Family
ID=20146641
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU9393041398A RU2084025C1 (ru) | 1993-08-18 | 1993-08-18 | Способ хранения отработавшего ядерного топлива |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2084025C1 (ru) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2551374C1 (ru) * | 2013-11-05 | 2015-05-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ орошения бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива и устройства для его осуществления |
US9916910B2 (en) | 2012-08-14 | 2018-03-13 | Smr Inventec, Llc | Passively-cooled spent nuclear fuel pool system and method therefor |
US10008296B2 (en) | 2012-05-21 | 2018-06-26 | Smr Inventec, Llc | Passively-cooled spent nuclear fuel pool system |
US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
-
1993
- 1993-08-18 RU RU9393041398A patent/RU2084025C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
1. Справочник по ядерной энерготехнологии. - М.: Энергоатомиздат, 1984, с. 494 - 496. 2. Острянин К.А. и др. Хранение отработанного топлива на АЭС: Сб. Исследования в области переработки облученного топлива и обезвреживание отходов. / Материалы V Симпозиума стран-членов СЭВ, ЧССР, Марианске Лазне, апрель 1981 г. 3. Патент ФРГ N 2718305, кл. G 21 C 19/06, 1978. * |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
US10008296B2 (en) | 2012-05-21 | 2018-06-26 | Smr Inventec, Llc | Passively-cooled spent nuclear fuel pool system |
US9916910B2 (en) | 2012-08-14 | 2018-03-13 | Smr Inventec, Llc | Passively-cooled spent nuclear fuel pool system and method therefor |
RU2551374C1 (ru) * | 2013-11-05 | 2015-05-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ орошения бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива и устройства для его осуществления |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US11257600B2 (en) | Sodium-cesium vapor trap system and method | |
US2736696A (en) | Reactor | |
US4291536A (en) | Apparatus enabling the storage of radioactive wastes and the recovery of the extraneous heat emitted thereby, and a storage element for incorporation in such apparatus | |
US3400049A (en) | Steam cooled nuclear reactor power system | |
US5264056A (en) | Method and apparatus for annealing nuclear reactor pressure vessels | |
RU2084025C1 (ru) | Способ хранения отработавшего ядерного топлива | |
US4075060A (en) | Method for removing fission products from a nuclear reactor coolant | |
US5377244A (en) | Apparatus and method for chemically decontaminating a PWR reactor coolant system | |
US5517539A (en) | Method of decontaminating a PWR primary loop | |
CA1175163A (en) | Storage of irradiated fuel assemblies | |
JPH06294891A (ja) | 使用済燃料の貯蔵施設 | |
JPH055077B2 (ru) | ||
RU2091876C1 (ru) | Способ дезактивации оборудования реакторов с натриевым теплоносителем | |
RU194177U9 (ru) | Фильтр-контейнер для очистки растворов от радионуклидов | |
TWI814091B (zh) | 化學除汙方法 | |
US4950086A (en) | Structure having radioactive plant components | |
RU93041398A (ru) | Способ хранения отработавшего ядерного топлива | |
Kratzer | Decontamination of the Hanford N-Reactor in support of continued operation | |
RU2462U1 (ru) | Очехлованная топливная сборка | |
RU2084023C1 (ru) | Очехлованная топливная сборка | |
Marinkovic et al. | A top priority problem of national radiation protection-proper disposal of research reactor spent fuel | |
Chigrinov et al. | Spent fuel storage facility at science and technical center'Sosny'. Experience of ten years activity | |
RU2059299C1 (ru) | Ядерный реактор и способ очистки тепловыделяющих сборок ядерного реактора | |
Michelbacher et al. | Shutdown and Closure of the Experimental Breeder Reactor–II | |
JPS5934999B2 (ja) | 原子炉の除染方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PD4A | Correction of name of patent owner |